JP2020514726A - Reactor system, transmitter device for the system, and related environmental condition measuring method - Google Patents
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Abstract
送信器装置（２００、３００、４００、５００、６００）は、中性子束を検出する構成の中性子検出器（２１０、６１０）と、中性子検出器（２１０、６１０）に並列に電気接続されたコンデンサ（２１２、６１２）と、入力端（２１６）および出力端（２１８）を有するガス放電管（２１４、６１４）と、出力端（２１８）に電気接続されたアンテナ（２２０、３２０、４２０、５２０、６２０）とを具備する。当該入力端（２１６）は当該コンデンサ（２１２、６１２）に電気接続されている。当該アンテナ（２２０、３２０、４２０、５２０、６２０）は、当該中性子束に相当する信号を発信するように構成されている。The transmitter device (200, 300, 400, 500, 600) is a neutron detector (210, 610) configured to detect a neutron flux, and a capacitor (electrically connected in parallel to the neutron detector (210, 610) ( 212, 612), a gas discharge tube (214, 614) having an input end (216) and an output end (218), and an antenna (220, 320, 420, 520, 620) electrically connected to the output end (218). ) And. The input end (216) is electrically connected to the capacitors (212, 612). The antenna (220, 320, 420, 520, 620) is configured to emit a signal corresponding to the neutron flux.
Description
本発明は概して原子炉システムに関する。本発明はまた、原子炉システム向けの送信器装置に関する。本発明はさらに、送信器装置を用いて環境状態を測定する方法に関する。 The present invention relates generally to nuclear reactor systems. The invention also relates to a transmitter device for a nuclear reactor system. The invention further relates to a method of measuring an environmental condition using a transmitter device.
最新式の原子炉システムの多くは、炉心内の放射能を軸方向のさまざまな高さで測定する炉内センサを用いている。これらのセンサは、炉心内の半径方向および軸方向の出力分布を測定するために使用される。このような出力分布測定データは、原子炉が原子炉出力分布の限界内で運転されているかを判断するのに用いられる。こうした機能を実行するために用いられる典型的な炉内センサは、周囲で起きている核分裂の量に比例する電流を発生させる自己給電型検出器である。この種のセンサは、電流を発生させるための外部電源を必要としない、一般的に自己給電型検出器と称されるものであり、その詳細は、１９９８年４月２８日に発効し、本発明の譲受人に譲渡された米国特許第５，７４５，５３８号に説明されている。図１は、自己給電型検出器要素１０において電流Ｉ（ｔ）を発生させる機構を示す図である。エミッタ要素１２は、バナジウムなどの中性子感応物質を使用し、中性子の照射に応答して電子を放出する。自己給電型検出器は、計装シンブル集合体内にパッケージ化するのが一般的である。図２は、代表的な炉内計装シンブル集合体１６を示す。図１に示すエミッタ要素１２は、本質的に減損しない中性子感応型であり、生成される信号レベルは低い。しかしながら、炉心の全長にわたって延びる中性子感応型エミッタ要素は、複雑で高価な信号処理部がなくても単独で十分な信号を提供する。単一の中性子感応型エミッタ要素の全長にわたって生成される信号は、それぞれが炉心のさまざまな軸方向領域を起源とする信号成分の総和であり、各信号成分は、炉心の軸方向領域を画定する、図２に示すような長さが異なるガンマ線感応要素１４が発生する信号を各軸方向領域に割り振ることにより決定される。割り振られた信号に比率計算を施すと、核分裂生成物による遅延ガンマ線の影響の大半が取り除かれる。炉内計装シンブル集合体は、燃料集合体を出る冷却材の温度を測定する熱電対１８も含む。原子炉炉心の各炉内計装シンブル集合体内の自己給電型検出器要素および熱電対からの電気信号出力は、電気コネクタ２０に集められ、原子炉から十分距離を置いた場所に送られ、炉心出力分布の測定値を求めるための最終処理を施され、使用される。 Most modern nuclear reactor systems use in-core sensors that measure radioactivity in the core at various axial heights. These sensors are used to measure radial and axial power distribution in the core. Such power distribution measurement data is used to determine whether the reactor is operating within the limits of the reactor power distribution. A typical in-core sensor used to perform these functions is a self-powered detector that produces a current that is proportional to the amount of fission occurring in the environment. This type of sensor is commonly referred to as a self-powered detector, which does not require an external power source to generate an electric current, the details of which came into effect on April 28, 1998, It is described in US Pat. No. 5,745,538 assigned to the assignee of the invention. FIG. 1 is a diagram showing a mechanism for generating a current I (t) in a self-powered detector element 10. The emitter element 12 uses a neutron sensitive material such as vanadium and emits electrons in response to neutron irradiation. Self-powered detectors are typically packaged within an instrumentation thimble assembly. FIG. 2 shows a typical in-core instrumentation thimble assembly 16. The emitter element 12 shown in Figure 1 is essentially non-depleting, neutron sensitive and produces low signal levels. However, the neutron-sensitive emitter element, which extends the full length of the core, alone provides sufficient signal without complicated and expensive signal processors. The signal produced over the entire length of a single neutron-sensitive emitter element is the sum of the signal components, each originating from different axial regions of the core, each signal component defining the axial region of the core. , The signals generated by the gamma ray sensitive elements 14 having different lengths as shown in FIG. 2 are assigned to the respective axial regions. A ratio calculation on the allocated signals removes most of the effects of delayed gamma rays from fission products. The in-core instrumentation thimble assembly also includes a thermocouple 18 that measures the temperature of the coolant exiting the fuel assembly. The electrical signal outputs from the self-powered detector elements and thermocouples in each in-core instrumentation thimble assembly of the reactor core are collected in the electrical connector 20 and sent to a location at a sufficient distance from the reactor core. The final processing is performed and used to obtain the measured value of the power distribution.
図３は、ペンシルベニア州クランベリー郡に所在のウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニーＬＬＣが現在、ＷＩＮＣＩＳＥ（商標）という製品名で販売する、炉心の燃料集合体計装シンブル内の固定型炉内計装シンブル集合体１６を用いて炉心の出力分布を測定する炉心監視システムの一例を示す。計装シンブル集合体１６を起点とするケーブル２２は、格納容器シール台２４を貫通して、信号処理キャビネット２６へ延びるが、計装シンブル集合体の出力は、このキャビネットにおいて調整され、デジタル化され、多重化された後、格納容器の壁２８を通ってコンピュータワークステーション３０へ送られ、そこでさらに処理され、表示される。また、炉内計装シンブル集合体からの熱電対信号は基準接点装置３２へ送られるが、この装置は、ワークステーション３０にも接続されているプラントコンピュータ３６と通信する不適切炉心冷却モニタ（ｉｎａｄｅｑｕａｔｅ ｃｏｒｅ ｃｏｏｌｉｎｇ ｍｏｎｉｔｏｒ）３４へ信号を送信する。格納容器の壁２８の内側は過酷な環境ゆえに、信号処理キャビネット２６は炉心から有意な距離離隔して配置する必要があり、その信号は、検出器１６から信号処理キャビネット２６へ極めて高価なケーブルを介して送る必要がある。ケーブルは長尺となるため、信号対雑音比が小さくなる。信号処理用の電子機器は炉心領域を取り囲む高放射線環境から遮蔽しなければならないため、残念ながらこうした長尺のケーブルが必要となる現状がある。 Figure 3 shows a fixed in-core instrumentation thimble within the core fuel assembly instrumentation thimble currently sold by Westinghouse Electric Company LLC, located in Cranberry County, Pennsylvania, under the product name WINCISE ™. An example of a core monitoring system for measuring the core power distribution using the assembly 16 is shown. A cable 22 originating from the instrumentation thimble assembly 16 extends through a containment seal pedestal 24 to a signal processing cabinet 26, where the output of the instrumentation thimble assembly is conditioned and digitized. After being multiplexed, it is routed through the containment wall 28 to a computer workstation 30 where it is further processed and displayed. The thermocouple signal from the in-core instrumentation thimble assembly is also sent to a reference junction device 32 which communicates with a plant computer 36 which is also connected to the workstation 30 to provide an inadequate core cooling monitor. A signal is transmitted to the core cooling monitor 34. Due to the harsh environment inside the containment wall 28, the signal processing cabinet 26 needs to be placed a significant distance from the reactor core, the signal of which leads to extremely expensive cables from the detector 16 to the signal processing cabinet 26. Need to send through. Since the cable is long, the signal-to-noise ratio is small. Unfortunately, such a long cable is required because the signal processing electronics must be shielded from the high radiation environment surrounding the core region.
従来設計の原子力プラントでは、炉内検出器は、半球状の下端部から原子炉容器に入り、燃料集合体の下部ノズルを経て燃料集合体計装シンブルに挿入される。例えばＡＰ１０００等の現世代の原子力プラントの少なくとも一部は、炉内監視用手段の入口が原子炉容器の最上部にあるが、これは、燃料交換時、燃料にアクセスする前に、すべての炉内監視用ケーブルを取り外す必要があるということである。燃料集合体内に内蔵される炉内モニタが原子炉容器内の燃料から離隔した位置にある受信器に監視信号を無線送信する無線式であれば、燃料に直ちにアクセスすることが可能であり、燃料集合体にアクセスする前に炉内監視用ケーブルを切り離し、引き抜いて保管し、燃料交換プロセス完了後にケーブルを接続し直す時間と費用のかかるプロセスが不要である。したがって、無線方式は、燃料交換による運転休止のクリティカルパスを何日も節減することになる。また、無線システムはすべての燃料集合体の監視を可能にするため、利用可能な炉心出力分布情報の量が有意に増大する。 In a conventionally designed nuclear power plant, the in-reactor detector enters the reactor vessel from the hemispherical lower end and is inserted into the fuel assembly instrumentation thimble through the lower nozzle of the fuel assembly. At least some modern generation nuclear plants, such as the AP1000, have an inlet for in-core monitoring means at the top of the reactor vessel, which means that during refueling, all reactors are This means that it is necessary to remove the internal monitoring cable. If the in-reactor monitor built into the fuel assembly is a wireless type that sends a monitoring signal wirelessly to a receiver located at a position separated from the fuel in the reactor vessel, it is possible to immediately access the fuel. There is no need for the time-consuming and costly process of disconnecting, pulling out and storing in-core monitoring cables before accessing the assembly and reconnecting cables after the refueling process is complete. Therefore, the wireless method saves days of outage critical paths due to refueling. Also, since the wireless system allows monitoring of all fuel bundles, the amount of core power distribution information available is significantly increased.
しかしながら、無線システムは、ガンマ線、中性子線および高温の存在により半導体電子回路が非常に短時間で動作不能となる炉心内部または炉心近傍に電子部品を配置する必要がある。真空管は放射線に感応しないことが知られているが、最近まで、その大きさおよび電流需要がその使用を妨げてきた。近年の微小電気機械デバイスの発達により、真空管は集積回路の構成部品のサイズにまで縮小し、電力消費を大幅に減少させることが可能となっている。そのようなシステムは、２０１１年１月７日に出願された「Ｗｉｒｅｌｅｓｓ Ｉｎ−ｃｏｒｅ Ｎｅｕｔｒｏｎ Ｍｏｎｉｔｏｒ」と題する米国特許出願第１２／９８６，２４２号で説明されている。当該特許出願に開示された実施態様の信号送信用電気的ハードウェアの主要な電源は、例示的な電源の一部として示される充電式電池である。電池の充電状態は、電源内に含まれる、専用電源自己給電型検出器要素が発生させる電力により維持されるので、この装置にとって究極の電源は原子炉内の放射線である。この充電状態は、専用電源自己給電型検出器要素が炉心内で強度の放射線に晒される限り持続する。 However, wireless systems require the placement of electronic components within or near the core where semiconductor electronic circuits are rendered inoperable in a very short time due to the presence of gamma rays, neutron rays and high temperatures. Vacuum tubes are known to be insensitive to radiation, but until recently, their size and current demand have hampered their use. Recent developments in microelectromechanical devices have allowed vacuum tubes to be scaled down to the size of integrated circuit components and to significantly reduce power consumption. Such a system is described in US patent application Ser. No. 12 / 986,242, entitled “Wireless In-core Neutron Monitor”, filed January 7, 2011. The primary source of signal transmission electrical hardware for the embodiments disclosed in that patent application is a rechargeable battery shown as part of an exemplary power source. The ultimate power source for this device is the radiation within the reactor, since the state of charge of the battery is maintained by the power generated by the dedicated power self-powered detector elements contained within the power source. This state of charge lasts as long as the dedicated self-powered detector element is exposed to intense radiation in the core.
したがって、本発明の目的の１つは、燃料集合体の計装シンブル内の環境状態に関するデータを遠隔場所へ送信する機構を提供することである。 Accordingly, one of the objects of the present invention is to provide a mechanism for transmitting to remote locations data regarding environmental conditions within the instrumentation thimble of a fuel assembly.
上記および他の課題は、改良型原子炉システム、当該システム向け送信器装置、および多数の環境状態を測定する関連の方法に関する本発明によって解決される。 The above and other problems are solved by the present invention, which is directed to an improved reactor system, a transmitter apparatus for the system, and related methods of measuring multiple environmental conditions.
本発明の一局面において、送信器装置は、中性子束を検出する構成の中性子検出器と、当該中性子検出器に並列に電気接続されたコンデンサと、入力端および出力端を有するガス放電管と、当該出力端に電気接続されたアンテナとを具備する。当該入力端は当該コンデンサに電気接続されている。当該アンテナは、当該中性子束に相当する信号を発信するように構成されている。 In one aspect of the present invention, the transmitter device, a neutron detector configured to detect the neutron flux, a capacitor electrically connected in parallel to the neutron detector, a gas discharge tube having an input end and an output end, An antenna electrically connected to the output end. The input end is electrically connected to the capacitor. The antenna is configured to emit a signal corresponding to the neutron flux.
本発明の別の局面では、計装シンブルを具備する燃料集合体と前述の送信器装置とを含む原子炉システムが提供される。 In another aspect of the invention, there is provided a nuclear reactor system including a fuel assembly having an instrumentation thimble and the transmitter apparatus described above.
本発明の別の局面では、前述の送信器装置を用いて多数の環境状態を測定する方法が提供される。この方法は、中性子検出器で中性子束を検出するステップと、ガス放電管の絶縁破壊電圧に到達するまでコンデンサ内にエネルギーを蓄積するステップと、中性子束に相当する信号をアンテナから発信するステップとを具備する。 In another aspect of the invention, there is provided a method of measuring a number of environmental conditions using the transmitter device described above. This method, the step of detecting the neutron flux with a neutron detector, the step of accumulating energy in the capacitor until reaching the breakdown voltage of the gas discharge tube, the step of transmitting a signal corresponding to the neutron flux from the antenna It is equipped with.
本発明の詳細を、好ましい実施態様を例にとり、添付の図面を参照して以下に説明する。 The details of the present invention are explained below with reference to the accompanying drawings by taking preferred embodiments as examples.
加圧水で冷却される原子力発電システムの一次側は、有用エネルギーを発生させるための二次側から隔離されるものの当該二次側と熱交換関係にある閉回路を構成する。一次側は、核分裂性物質を含む複数の燃料集合体と当該燃料集合体を支持する炉心内部構造とを収容する原子炉容器、熱交換蒸気発生器内の一次回路、加圧器の内部空間、加圧水を循環させるポンプおよび配管類を含み、これらの配管類は蒸気発生器とポンプの各組をそれぞれ独立に原子炉容器に接続する。原子炉容器に接続される蒸気発生器、ポンプおよび配管系の各組より成る一次側の各部分は、一次側ループを形成する。 The primary side of a nuclear power generation system that is cooled by pressurized water constitutes a closed circuit that is isolated from the secondary side for generating useful energy but is in heat exchange relationship with the secondary side. The primary side is a reactor vessel that houses a plurality of fuel assemblies containing fissile material and a core internal structure that supports the fuel assemblies, a primary circuit in a heat exchange steam generator, an internal space of a pressurizer, and pressurized water. A pump and piping for circulating the steam generator and the piping for connecting the steam generator and the pump to the reactor vessel independently. Each part on the primary side consisting of each set of a steam generator, a pump and a piping system connected to a reactor vessel forms a primary side loop.
説明の目的のために、図４は炉心４４を密閉する蓋体４２を備えた概して円筒形の圧力容器４０を有する原子炉システムを簡略化して示す。水などの原子炉冷却材は、ポンプ４６により容器４０に圧入され、炉心４４を通過するとき熱エネルギーを吸収して、一般的に蒸気発生器と呼ばれる熱交換器４８へ送られる。その熱エネルギーは蒸気駆動タービン発電機のような利用回路（図示せず）へ運ばれる。原子炉冷却材はその後、ポンプ４６へ戻り、一次側ループが完成する。一般的に、上述したような複数のループが、原子炉冷却材配管５０を介して単一の原子炉容器４０に接続されている。 For purposes of illustration, FIG. 4 shows a simplified reactor system having a generally cylindrical pressure vessel 40 with a lid 42 enclosing a core 44. A reactor coolant such as water is pressed into a vessel 40 by a pump 46, absorbs thermal energy when passing through a core 44, and is sent to a heat exchanger 48 generally called a steam generator. The thermal energy is carried to a utilization circuit (not shown) such as a steam driven turbine generator. The reactor coolant is then returned to pump 46, completing the primary loop. Generally, multiple loops as described above are connected to a single reactor vessel 40 via reactor coolant piping 50.
本発明を適用できる原子炉の設計例を図５に示す。炉心４４は互いに平行で垂直に延びる複数の燃料集合体８０から成るが、それ以外の容器内部構造物は、説明の目的で、下部炉内構造物５２と上部炉内構造物５４とに分けることができる。従来設計の下部炉内構造物は、炉心コンポーネントおよび計装体を支持し、整列させ、案内するとともに、容器内の冷却材の流れ方向を定める機能を有する。上部炉内構造物５４は、燃料集合体８０（簡略化のため２つだけ図示）を拘束し、あるいは燃料集合体に二次的拘束手段を提供し、計装体と例えば制御棒５６のようなコンポーネントを支持し、案内する。図５に例示する原子炉の場合、冷却材は１つまたは２つ以上の入口ノズル５８から原子炉容器４０に流入し、当該原子炉容器４０と炉心槽６０との間に画定される環状部を流下し、下部原子炉容器プレナム６１において１８０°方向転換し、下部支持板および燃料集合体８０が着座する下部炉心板６４を上向きに貫流し、当該集合体の中および周りを流動する。下部支持板６２および下部炉心板６４の代わりに、６２と同じ高さで単一構造の下部炉心支持板を配置する設計もある。炉心４４を出た冷却材は上部炉心板６６の下面を流れ、さらに、上部炉心版６６に開けられた複数の穴６８を上向きに流れる。冷却材はその後、上方および半径方向に流れて１つ以上の出口ノズル７０へ到達する。 FIG. 5 shows a design example of a nuclear reactor to which the present invention can be applied. The core 44 is composed of a plurality of fuel assemblies 80 that are parallel to each other and extend vertically. For the purpose of explanation, the other internal container structures are divided into a lower internal structure 52 and an upper internal structure 54. You can Conventionally designed lower core internals have the functions of supporting, aligning and guiding core components and instrumentation, as well as directing the flow of coolant within the vessel. The upper reactor internals 54 constrain the fuel assemblies 80 (only two shown for simplicity) or provide secondary restraining means to the fuel assemblies, such as instrumentation and control rods 56. Support and guide various components. In the case of the reactor illustrated in FIG. 5, the coolant flows into the reactor vessel 40 through one or more inlet nozzles 58, and the annular portion defined between the reactor vessel 40 and the reactor core 60. Flow through the lower reactor vessel plenum 61, and then flow through the lower core plate 64 on which the lower support plate and the fuel assembly 80 are seated upward, and flow in and around the assembly. Instead of the lower support plate 62 and the lower core plate 64, there is also a design in which a single structure lower core support plate is arranged at the same height as 62. The coolant that has left the core 44 flows under the lower surface of the upper core plate 66, and further flows upward through a plurality of holes 68 formed in the upper core plate 66. The coolant then flows upwardly and radially to one or more outlet nozzles 70.
上部炉内構造物５４は、容器または容器蓋体４２に取り付けて支持させることが可能であり、上部支持集合体７２はその一部である。荷重は、上部支持集合体７２と上部炉心板６６との間を主として複数の支柱７４によって伝えられる。それぞれの支柱は、所定の燃料集合体８０および上部炉心板６６の孔６８の上方で整列関係にある。 The upper furnace internal structure 54 can be attached to and supported by the container or the container lid 42, and the upper support assembly 72 is a part thereof. The load is transferred between the upper support assembly 72 and the upper core plate 66 mainly by the plurality of columns 74. Each strut is in alignment above a given fuel assembly 80 and a hole 68 in the upper core plate 66.
直線方向に移動可能な制御棒５６は一般的に駆動シャフト７６および中性子毒物棒のスパイダ集合体７８を含むが、それらは制御棒案内管７９により上部炉内構造物５４を通り抜け、整列関係にある燃料集合体８０内へ案内される。 The linearly displaceable control rod 56 generally includes a drive shaft 76 and a neutron poison rod spider assembly 78 which pass through the upper internals 54 by control rod guide tubes 79 and are in alignment. Guided into the fuel assembly 80.
図６は、参照番号８０で総括表示する燃料集合体を垂直方向に短縮した形で示す立面図である。燃料集合体８０は、図５のような加圧水型原子炉に用いるタイプであり、下端部に下部ノズル８２を備えた構造躯体を有する。下部ノズル８２は、原子炉炉心領域の下部炉心支持板６４上に燃料集合体を支持する。燃料集合体８０の構造躯体は、下部ノズル８２に加えて、上端部の上部ノズル８４と、多数の案内管またはシンブル８６とを有する。これらの案内管は、下部ノズル８２と上部ノズル８４との間を縦方向に延び、両端部はそれらのノズルに剛性的に固着されている。 FIG. 6 is an elevational view of a fuel assembly, generally designated by the reference numeral 80, in a vertically shortened form. The fuel assembly 80 is of a type used in a pressurized water reactor as shown in FIG. 5, and has a structural body having a lower nozzle 82 at the lower end. The lower nozzle 82 supports the fuel assembly on the lower core support plate 64 in the reactor core region. The structural body of the fuel assembly 80 has, in addition to the lower nozzle 82, an upper nozzle 84 at the upper end and a number of guide tubes or thimbles 86. These guide tubes extend vertically between the lower nozzle 82 and the upper nozzle 84, and both ends are rigidly fixed to the nozzles.
燃料集合体８０はさらに、案内シンブル８６（案内管とも呼ばれる）の軸方向離隔位置に取り付けられた複数の横方向グリッド８８と、当該グリッド８８により横方向に離隔して支持された細長い燃料棒９０の整列アレイとを有する。図６からはわからないが、従来型のグリッド８８は、卵箱パターンを形成するように相互に差し込まれた直交ストラップから成り、４つのストラップの隣接界面がほぼ正方形の支持セルを画定する。燃料棒９０は支持セルを貫通し、互いに横方向に離隔した関係で支持される。多くの従来設計と同様に、支持セルを形成するストラップの対向する壁面には、ばねおよびディンプルが打抜き加工により形成されている。ばねおよびディンプルは支持セル内へ放射状に延びてそれらの間に燃料棒を捕捉し、燃料棒の被覆を押圧して当該燃料棒を定位置に保持する。また、燃料集合体８０の中心部には、下部ノズル８２と上部ノズル８４との間を延びてそれらに取り付けられる計測管９２が配置される。このような部品の配置構成により、燃料集合体８０は、部品の全体構成を損なうことなく容易に取り扱うことができる一体型ユニットを形成する。 The fuel assembly 80 further includes a plurality of lateral grids 88 mounted at axially spaced positions on a guide thimble 86 (also referred to as a guide tube), and elongated fuel rods 90 supported laterally spaced by the grids 88. And an aligned array of. Not seen in FIG. 6, the conventional grid 88 consists of orthogonal straps interleaved to form an egg box pattern with the adjacent interfaces of the four straps defining a generally square support cell. The fuel rods 90 pass through the support cells and are supported in laterally spaced relation to each other. As with many conventional designs, springs and dimples are stamped into the opposing walls of the straps forming the support cells. The springs and dimples extend radially into the support cells to trap the fuel rods therebetween and press the fuel rod cladding to hold the fuel rods in place. Further, at the center of the fuel assembly 80, a measuring pipe 92 extending between the lower nozzle 82 and the upper nozzle 84 and attached to them is arranged. With this arrangement of parts, the fuel assembly 80 forms an integral unit that can be easily handled without compromising the overall structure of the parts.
上述したように、燃料集合体８０のアレイ状の燃料棒９０は、燃料集合体の長さ方向に離隔したグリッド８８により互いに離隔した関係に保持される。各燃料棒９０は複数の原子燃料ペレット９４を有し、両端部は上部端栓９６および下部端栓９８により閉じられている。燃料ペレット９４は、上部端栓９６と積み重ねたペレットの最上部との間に位置するプレナムばね１００により、積み重ねた形を保持する。核分裂性物質より成る燃料ペレット９４は、原子炉の核反応を発生させる元である。ペレットを取り囲む被覆は、核分裂生成物が冷却材に流入して原子炉系を汚染するのを防ぐ障壁の役目を果たす。 As described above, the array-shaped fuel rods 90 of the fuel assembly 80 are held in a mutually separated relationship by the grids 88 that are separated in the length direction of the fuel assembly. Each fuel rod 90 has a plurality of nuclear fuel pellets 94, both ends of which are closed by an upper end plug 96 and a lower end plug 98. The fuel pellet 94 is held in its stacked form by a plenum spring 100 located between the upper end plug 96 and the top of the stacked pellets. The fuel pellet 94 made of fissile material is the source of the nuclear reaction of the nuclear reactor. The coating surrounding the pellets acts as a barrier to prevent fission products from entering the coolant and contaminating the reactor system.
核分裂プロセスを制御するために、複数の制御棒５６は、燃料集合体８０の所定位置にある案内シンブル８６内を往復移動可能である。具体的には、上部ノズル８４の上方に配置された棒クラスタ制御機構（スパイダー集合体とも呼ばれる）７８により制御棒５６を支持させる。この棒クラスタ制御機構は、内部にねじ溝があり複数のアーム１０４が放射状に延びる円筒状のハブ部材１０２を有し、それらは制御棒５６とともに、図５に関して前述したスパイダ集合体７８を形成する。各アーム１０４は制御棒５６に相互接続されているため、制御棒ハブ１０２に結合された制御棒駆動シャフト７６（図５に示す）がモータにより駆動されると、制御棒機構７８は、すべて公知の態様で、制御棒を案内シンブル内で垂直方向に移動させて、燃料集合体８０内の核分裂プロセスを制御する。 To control the fission process, a plurality of control rods 56 are reciprocally movable within a guide thimble 86 in place on the fuel assembly 80. Specifically, the control rod 56 is supported by a rod cluster control mechanism (also called a spider assembly) 78 arranged above the upper nozzle 84. The rod cluster control mechanism has a cylindrical hub member 102 having a threaded interior and a plurality of arms 104 extending radially, which together with the control rod 56 form the spider assembly 78 described above with respect to FIG. .. Each arm 104 is interconnected to the control rod 56 so that when the control rod drive shaft 76 (shown in FIG. 5) coupled to the control rod hub 102 is driven by a motor, the control rod mechanism 78 is all known. In this manner, the control rods are moved vertically within the guide thimble to control the fission process within the fuel assembly 80.
図７は、本発明の一つの非限定的実施態様における送信器装置２００の概略回路図を示す。この例示的な送信器装置２００は、好ましくは、図６の燃料集合体の計装シンブル８６のうちの１つのシンブル内に設置される。以下に詳述するように、送信器装置２００は、計装シンブル８６（図６）内の環境状態（非限定的な例として中性子束）の無線による監視を可能にする。 FIG. 7 shows a schematic circuit diagram of a transmitter device 200 in one non-limiting embodiment of the present invention. This exemplary transmitter device 200 is preferably installed in a thimble of one of the fuel assembly instrumentation thimbles 86 of FIG. As described in more detail below, transmitter device 200 enables wireless monitoring of environmental conditions (neutron flux as a non-limiting example) within instrumentation thimble 86 (FIG. 6).
この例示的な送信器装置２００は、自己給電型中性子検出器２１０、当該中性子検出器２１０に並列に電気接続された第１のコンデンサ２１２、ガス放電管２１４、アンテナ２２０、および発振回路２２２を含む。本発明で使用可能な適当なガス放電管の一例は、イリノイ州シカゴのリトルヒューズ社が現在市販している、商品名が“Ｇａｓ Ｄｉｓｃｈａｒｇｅ Ｔｕｂｅ”の製品である。ガス放電管２１４は、入力端２１６と出力端２１８とを有する。一実施例において、ガス放電管２１４は、入力端２１６と出力端２１８が導通するとアークまたは火花が発生する火花ギャップ装置として設計されている。別の実施例において、ガス放電管２１４は、入力端２１６と出力端２１８が導通すると比較的強度の小さいグロー放電が発生するように設計されている。入力端２１６は第１のコンデンサ２１２に電気接続され、出力端２１８はアンテナ２２０に電気接続されている。図示のように、発振回路２２２は、第２のコンデンサ２２４と、当該第２のコンデンサ２２４に並列に電気接続されたインダクタ２２６とを含む。第２のコンデンサ２２４およびインダクタ２２６はそれぞれ、出力端２１８およびアンテナ２２０に電気接続されている。 The exemplary transmitter device 200 includes a self-powered neutron detector 210, a first capacitor 212 electrically connected in parallel to the neutron detector 210, a gas discharge tube 214, an antenna 220, and an oscillator circuit 222. .. One example of a suitable gas discharge tube that may be used in the present invention is the product "Gas Discharge Tube", currently marketed by Little Hughes, Inc., Chicago, IL. The gas discharge tube 214 has an input end 216 and an output end 218. In one embodiment, the gas discharge tube 214 is designed as a spark gap device that produces an arc or spark when the input end 216 and the output end 218 conduct. In another embodiment, the gas discharge tube 214 is designed to generate a relatively low intensity glow discharge when the input end 216 and the output end 218 conduct. The input end 216 is electrically connected to the first capacitor 212, and the output end 218 is electrically connected to the antenna 220. As shown, the oscillator circuit 222 includes a second capacitor 224 and an inductor 226 electrically connected in parallel to the second capacitor 224. The second capacitor 224 and the inductor 226 are electrically connected to the output end 218 and the antenna 220, respectively.
動作については、送信器装置２００が計装シンブル８６（図６）のうちの１つのシンブル内にあると、中性子検出器２１０が中性子を吸収して電子を外向きに移動させるため、電流が生じる。したがって、中性子検出器２１０、すなわち送信器装置２００は自己給電型（すなわち別途の給電機構を含まない）という利点がある。中性子検出器２１０が電流を発生させると、この電流が第１のコンデンサ２１２を充電する。 In operation, when transmitter device 200 is within one thimble of instrumentation thimble 86 (FIG. 6), neutron detector 210 absorbs neutrons and causes electrons to move outwards, resulting in a current. .. Therefore, the neutron detector 210, that is, the transmitter device 200 has an advantage of being self-powered (that is, not including a separate power supply mechanism). When the neutron detector 210 produces a current, this current charges the first capacitor 212.
図８は、第１のコンデンサ２１２のところで測定した電圧Ｖ１の時間的推移を示すグラフである。図示のように、電圧Ｖ１は電圧Ｖｂに到達するまで増加する。電圧Ｖｂは、ガス放電管２１４の絶縁破壊電圧である。絶縁破壊電圧Ｖｂに到達すると、ガス放電管２１４が導通するため、入力端２１６および出力端２１８が、第１のコンデンサ２１２をアンテナ２２０および発振回路２２２に電気接続する。発振回路２２２は、本質的に不安定な回路である。ことほど左様に、絶縁破壊電圧Ｖｂに到達すると、発振回路２２２内に強い発振が短期間生起する。 FIG. 8 is a graph showing the time transition of the voltage V 1 measured at the first capacitor 212. As shown, the voltage V 1 increases until it reaches the voltage V b . The voltage V b is the breakdown voltage of the gas discharge tube 214. When the dielectric breakdown voltage V b is reached, the gas discharge tube 214 becomes conductive, so that the input end 216 and the output end 218 electrically connect the first capacitor 212 to the antenna 220 and the oscillation circuit 222. The oscillator circuit 222 is an essentially unstable circuit. As shown on the left, when the breakdown voltage V b is reached, strong oscillation occurs in the oscillation circuit 222 for a short period of time.
図９は、発振回路２２２で測定した電圧Ｖ２の時間的推移を示すグラフである。図示のように、電圧Ｖ２は一般的に発振前はゼロボルトであり、比較的短期間発振した後またゼロボルトに戻り、この過程を周期的に繰り返す。振動が減衰するのは、アンテナ２２０からの電磁波放射によるエネルギーの散逸と、抵抗損失によるものである。したがって、アンテナ２２０は発振回路２２２からのパルス給電により無線信号を発信する。 FIG. 9 is a graph showing the time transition of the voltage V 2 measured by the oscillation circuit 222. As shown in the figure, the voltage V 2 is generally zero volt before oscillation, oscillates for a relatively short period of time, then returns to zero volt, and this process is repeated cyclically. The vibration is attenuated due to the dissipation of energy due to the electromagnetic wave radiation from the antenna 220 and the resistance loss. Therefore, the antenna 220 transmits a radio signal by pulse power feeding from the oscillation circuit 222.
アンテナ２２０から発信されるパルス信号の周期は、中性子検出器２１０が検出する中性子束に逆比例することがわかる。具体的には、中性子検出器２１０で発生する電流は計装シンブル８６（図６）内の中性子束に直接比例し、絶縁破壊電圧Ｖｂは比較的一定である。そのため、パルス周期（例えば図９のｔ１を参照）もまた、計装シンブル８６（図６）内の中性子束に逆比例する。したがって、アンテナ２２０からの発信信号を受信する適当な無線受信器を校正することにより、計装シンブル８６（図６）内の中性子束を容易に求めることができる。また、炉心出力が非常に低い場合でも、アンテナ２２０から放射されるパルスのエネルギーは実質的に不変であり、パルスの発生頻度が下がるだけである。さらには、送信器装置２００の周波数はパルス動作とは無関係なので、装置設計者は送信器装置２００の周波数を選択可能である。このことから、燃料集合体８０や炉心内の他の燃料集合体の中の様々な場所に多数の異なる送信器装置を使用できるという利点が得られる。運転員は、個々の送信器装置を、第２のコンデンサ２２４の容量とインダクタ２２６のインダクタンスとにより決まるその装置の周波数により識別できる。したがって、燃料集合体８０の中のさまざまな場所で、中性子束などの環境状態を無線で監視できるという利点が得られる。 It can be seen that the cycle of the pulse signal transmitted from the antenna 220 is inversely proportional to the neutron flux detected by the neutron detector 210. Specifically, the current generated by the neutron detector 210 is directly proportional to the neutron flux in the instrumentation thimble 86 (FIG. 6) and the breakdown voltage V b is relatively constant. As such, the pulse period (see, eg, t 1 in FIG. 9) is also inversely proportional to the neutron flux in the instrument thimble 86 (FIG. 6). Therefore, the neutron flux in the instrumentation thimble 86 (FIG. 6) can be easily determined by calibrating an appropriate radio receiver that receives the transmission signal from the antenna 220. Further, even when the core power is very low, the energy of the pulse radiated from the antenna 220 is substantially unchanged, and the frequency of pulse generation only decreases. Furthermore, the frequency of the transmitter device 200 is independent of the pulse operation, so that the device designer can select the frequency of the transmitter device 200. This has the advantage that a number of different transmitter devices can be used at various locations within the fuel assembly 80 and other fuel assemblies within the core. The operator can identify an individual transmitter device by its frequency, which is determined by the capacitance of the second capacitor 224 and the inductance of the inductor 226. Therefore, there is an advantage that environmental conditions such as neutron flux can be wirelessly monitored at various places in the fuel assembly 80.
図１０は、本発明の別の非限定的実施態様における別の送信器装置３００の概略回路図である。図示のように、送信器装置３００は送信器装置２００（図７）に似た構成であり、同様の構成部品には同様の参照番号を付してある。説明を簡単にし、開示を簡略化するために、アンテナ３２０と発振回路３２２にだけ参照番号を付してある。ただし、送信器装置３００の発振回路３２２には、図示のように、インダクタ３２６に直列に電気接続された抵抗温度検出器３２８もあり、この検出器３２８は第２のコンデンサ３２４に電気接続されている。抵抗温度検出器３２８は、配置された環境の温度が上昇するにつれて電気抵抗が大きくなる。本発明の一局面によると、抵抗温度検出器３２８はアンテナ３２０から発信される信号を変化させるが、この変化は検出可能である。具体的には、抵抗温度検出器３２２を組み入れることによって、発振回路３２２の電圧振幅減衰率を変化させる。したがって、適当な無線受信器によって振幅減衰率の変化を測定すれば、運転員は、計装シンブル８６（図６）内の或る場所における所与の温度を容易に求めることができる。したがって、送信器装置３００は、計装シンブル８６（図６）内の中性子束（すなわち図７に示す送信器装置２００と同じ方式で得られる）とともに、当該シンブル内の温度の表示値を運転員に提供できる利点がある。 FIG. 10 is a schematic circuit diagram of another transmitter device 300 in another non-limiting embodiment of the invention. As shown, the transmitter device 300 is similar in configuration to the transmitter device 200 (FIG. 7) and like components are labeled with like reference numerals. For simplification of the description and simplification of the disclosure, reference numbers are given only to the antenna 320 and the oscillation circuit 322. However, the oscillator circuit 322 of the transmitter device 300 also includes a resistance temperature detector 328 electrically connected in series to the inductor 326, as shown, which detector 328 is electrically connected to the second capacitor 324. There is. The electrical resistance of the resistance temperature detector 328 increases as the temperature of the environment in which it is placed rises. According to one aspect of the invention, resistance temperature detector 328 changes the signal emitted from antenna 320, which change is detectable. Specifically, by incorporating the resistance temperature detector 322, the voltage amplitude attenuation rate of the oscillation circuit 322 is changed. Therefore, by measuring the change in amplitude decay rate with a suitable radio receiver, the operator can easily determine a given temperature at some location within the instrumentation thimble 86 (FIG. 6). Therefore, the transmitter device 300, together with the neutron flux in the instrumentation thimble 86 (FIG. 6) (that is, obtained in the same manner as the transmitter device 200 shown in FIG. 7), displays the displayed value of the temperature in the thimble. There are advantages that can be provided to
図１１、１２は、それぞれ、本発明の別の非限定的実施態様に基づく別の２つの送信器装置４００、５００の概略回路図である。図示のように、送信器装置４００、５００は送信器装置２００、３００（図７、１０）に似た構成であり、同様の構成部品には同様の参照番号を付してある。説明を簡単にし、開示を簡略化するために、アンテナ４２０と発振回路４２２、５２２にだけ参照番号を付してある。図１１に示すように、発振回路４２２は、第１のインダクタ４２６および抵抗温度検出器４２８に直列に電気接続された第２のインダクタ（非限定的な例として可変インダクタ４３０）をさらに含む。可変インダクタ４３０はさらに、第２のコンデンサ４２４に電気接続されている。図１２に示すように、発振回路５２２は、第２のコンデンサ５２４に並列に電気接続された可変コンデンサ５３２をさらに含む。可変コンデンサ５３２は、インダクタ５２６および抵抗温度検出器５２８にも電気接続されている。その利点として、可変インダクタ４３０または可変コンデンサ５３２の電気値に環境要因の変化があれば、パルス送信周波数に検出可能な変化が生じる。 11 and 12 are schematic circuit diagrams of another two transmitter devices 400, 500, respectively, according to another non-limiting embodiment of the present invention. As shown, the transmitter devices 400, 500 are similar in construction to the transmitter devices 200, 300 (FIGS. 7, 10), and like components are labeled with like reference numerals. Only the antenna 420 and the oscillator circuits 422, 522 are numbered for simplicity and ease of disclosure. As shown in FIG. 11, the oscillator circuit 422 further includes a second inductor (a variable inductor 430 as a non-limiting example) electrically connected in series to the first inductor 426 and the resistance temperature detector 428. The variable inductor 430 is further electrically connected to the second capacitor 424. As shown in FIG. 12, the oscillator circuit 522 further includes a variable capacitor 532 electrically connected in parallel to the second capacitor 524. The variable capacitor 532 is also electrically connected to the inductor 526 and the resistance temperature detector 528. As an advantage, if there is a change in the electric value of the variable inductor 430 or the variable capacitor 532 due to environmental factors, a detectable change in the pulse transmission frequency occurs.
送信器装置４００、５００は、計装シンブル８６（図６）内の最大３つの環境状態に関する表示値を運転員に提供できる利点があることがわかる。例えば、送信器装置４００、５００のそれぞれは、前述の送信器装置３００と同様に、アンテナ４２０、５２０から発信される信号を介して、計装シンブル８６（図６）内の中性子束および温度に相当するデータを無線受信器に送信できる。さらに、可変インダクタ４３０（図１１）および可変コンデンサ５３２（図１２）はいずれも、それぞれのアンテナ４２０、５２０から発信される信号の周波数に検出可能な変化を起こすように構成されている。変化した周波数は、送信器装置４００、５００が第３の環境状態（非限定的な例として圧力、燃料棒の経時的な総中性子線量、水の流量など）を測定して、適当な受信器に無線で通知するのを可能にする仕組みを提供する。例えば、燃料棒が内部圧力により変形して、可変インダクタ４３０のコイル付近へ移動し、アンテナ４２０から発信される信号の周波数に検出可能な変化が生じることを利用することにより、圧力を無線で監視することができる。 It will be appreciated that the transmitter devices 400, 500 have the advantage of being able to provide the operator with display values for up to three environmental conditions within the instrumentation thimble 86 (FIG. 6). For example, each of the transmitter devices 400, 500, as well as the transmitter device 300 described above, via the signals emitted from the antennas 420, 520, to the neutron flux and temperature within the instrumentation thimble 86 (FIG. 6). Corresponding data can be sent to the wireless receiver. Furthermore, both variable inductor 430 (FIG. 11) and variable capacitor 532 (FIG. 12) are configured to cause a detectable change in the frequency of the signals emitted from their respective antennas 420, 520. The changed frequency is measured by a transmitter device 400, 500 measuring a third environmental condition (as a non-limiting example, pressure, total neutron dose of the fuel rod over time, flow rate of water, etc.) and a suitable receiver Provide a mechanism to allow wireless notifications to. For example, the pressure is wirelessly monitored by utilizing the fact that the fuel rod is deformed by the internal pressure and moves to the vicinity of the coil of the variable inductor 430 to cause a detectable change in the frequency of the signal transmitted from the antenna 420. can do.
図１３は、本発明の別の非限定的実施態様における別の送信器装置６００の概略回路図である。図示のように、送信器装置６００は送信器装置２００、３００、４００、５００（図７、１０、１１、１２）に似た構成であり、同様の構成部品には同様の参照番号を付してある。具体的には、送信器装置６００は、中性子検出器６１０、コンデンサ６１２、ガス放電管６１４、アンテナ６２０、および発振回路６２２を含み、これらはそれぞれ、送信器装置２００、３００、４００、５００（図７、１０、１１、１２）の対応する構成要素と同じ機能を果たす。図示のように、送信器装置６００は、中性子検出器６１０とガス放電管６１４との間に電気接続された多段マルクス回路をさらに含む（２段マルクス回路６４２、６４４を例示）。任意の段数のマルクス回路をガス放電管に前置（すなわち中性子検出器に後置）して、回路性能を高める所望の機能を発揮させるのが可能であることがわかる。マルクス回路６４２、６４４の各段はそれぞれ、コンデンサ６４６、６４８、第１の抵抗器６５０、６５２、第２の抵抗器６５４、６５６、およびそれぞれのガス放電管６５８、６６０を含む。 FIG. 13 is a schematic circuit diagram of another transmitter device 600 in another non-limiting implementation of the invention. As shown, the transmitter device 600 is similar in configuration to the transmitter devices 200, 300, 400, 500 (FIGS. 7, 10, 11, 12), and like components are labeled with like reference numerals. There is. Specifically, the transmitter device 600 includes a neutron detector 610, a capacitor 612, a gas discharge tube 614, an antenna 620, and an oscillator circuit 622, which are respectively transmitter devices 200, 300, 400, 500 (FIG. 7, 10, 11, 12) and perform the same function as the corresponding components. As illustrated, the transmitter device 600 further includes a multi-stage Marx circuit electrically connected between the neutron detector 610 and the gas discharge tube 614 (two-stage Marx circuits 642 and 644 are illustrated). It is understood that it is possible to place a Marx circuit of any number of stages in front of the gas discharge tube (that is, after the neutron detector) to exert the desired function of enhancing the circuit performance. Each stage of the Marx circuit 642, 644 includes a capacitor 646, 648, a first resistor 650, 652, a second resistor 654, 656, and a respective gas discharge tube 658, 660, respectively.
送信器装置２００、３００、４００、５００、６００により多数の環境状態を測定する方法は、中性子検出器２１０、６１０によって中性子束を検出するステップと、ガス放電管２１４、６１４の絶縁破壊電圧Ｖｂに到達するまでコンデンサ２１２、６１２にエネルギーを蓄積するステップと、アンテナ２２０、３２０、４２０、５２０、６２０によって中性子束に相当する信号を発信するステップとから成ることがわかる。この方法はさらに、発振回路２２２、３２２、４２２、５２２、６２２からアンテナ２２０、３２０、４２０、５２０、６２０にパルス給電するステップ、アンテナ２２０、３２０、４２０、５２０、６２０からの発信信号を抵抗温度検出器３２８、４２８、５２８によって変化させるステップ、および／またはアンテナ２２０、３２０、４２０、５２０、６２０からの発信信号を可変インダクタ４３０または可変コンデンサ５３２によって変化させるステップから成ることがある。 The method of measuring a number of environmental conditions with transmitter devices 200, 300, 400, 500, 600 includes detecting neutron flux with neutron detectors 210, 610 and breakdown voltage V b of gas discharge tubes 214, 614. It can be seen that it comprises the steps of storing energy in the capacitors 212, 612 until reaching the point s, and transmitting a signal corresponding to the neutron flux by the antennas 220, 320, 420, 520, 620. This method further includes the step of pulse-feeding the antennas 220, 320, 420, 520, 620 from the oscillator circuits 222, 322, 422, 522, 622, and the transmission signals from the antennas 220, 320, 420, 520, 620 by resistance temperature. It may consist of varying with detectors 328, 428, 528 and / or varying the emitted signal from antennas 220, 320, 420, 520, 620 with variable inductor 430 or variable capacitor 532.
本願の新規な送信器装置２００、３００、４００、５００、６００は、計装シンブル８６（図６）内の前述の環境状態を測定するとともに、少なくとも次の２つの理由により比較的厳しい運転条件に耐えることができる。第１の利点として、送信器装置２００、３００、４００、５００、６００はいずれも半導体を含まない。第２に、送信器装置２００、３００、４００、５００、６００は一般的に、たった一つの、信号による給電機構を有する（例えば、それぞれの中性子検出器（中性子検出器２１０、６１０のみを番号表示））。環境状態のデータの送信を無線で行う従来の試みは、一般的に中性子検出器から得られるよりも多量の電力を必要とするか、または半導体の内臓により比較的厳しい放射線環境に耐えることができないか、あるいはその両方である。また、既知の装置（図示せず）は、送信器出力が比較的小さいため、原子炉出力が臨界閾値を下回ると完全に停止するものがある。送信器装置２００、３００、４００、５００、６００は、自己給電型中性子検出器２１０、６１０と電力貯蔵コンデンサ２１２、６１２とを組み合わせることによって、広い原子炉出力領域にわたりまあまあの送信電力が得られる点に新規性がある。さらに、送信器装置４００、５００は、前述のように、計装シンブル８６内の所与の感知場所から、最大３つの異なる環境パラメータの表示値を同時に送信できる利点がある。さらには、すべての監視は無線で行われるので、環境状態の監視のための主要な原子炉容器貫通部とケーブルを設ける必要性が減少および／または排除される。 The novel transmitter devices 200, 300, 400, 500, 600 of the present application measure the aforementioned environmental conditions within the instrumentation thimble 86 (FIG. 6) and are subjected to relatively severe operating conditions for at least two reasons. Can bear. As a first advantage, none of the transmitter devices 200, 300, 400, 500, 600 are semiconductor-free. Second, the transmitter devices 200, 300, 400, 500, 600 generally have only one signal-powered mechanism (eg, each neutron detector (only the neutron detector 210, 610 is numbered). )). Conventional attempts to wirelessly transmit environmental data require more power than is typically available from neutron detectors, or the inbuilt semiconductors cannot withstand relatively harsh radiation environments. Or both. Also, some known devices (not shown) shut down completely when the reactor power falls below a critical threshold because the transmitter power is relatively low. The transmitter devices 200, 300, 400, 500, 600 combine the self-powered neutron detectors 210, 610 with the power storage capacitors 212, 612 to provide reasonable transmit power over a wide reactor power range. The point is novel. In addition, the transmitter devices 400, 500 have the advantage of being able to simultaneously transmit up to three different environmental parameter display values from a given sensing location within the instrumentation thimble 86, as described above. Moreover, since all monitoring is done wirelessly, the need to provide major reactor vessel penetrations and cables for environmental condition monitoring is reduced and / or eliminated.
したがって、本発明は、改良された原子炉システム（非制限的な例として計装シンブル８６内の環境状態の監視能力が向上した原子炉システム）、当該原子炉システム向けの送信器装置２００、３００、４００、５００、６００、および環境状態を測定するための関連する方法を提供する。 Accordingly, the present invention is directed to an improved reactor system (as a non-limiting example, a reactor system having an improved ability to monitor environmental conditions within the instrumentation thimble 86), and transmitter devices 200, 300 for the reactor system. , 400, 500, 600, and related methods for measuring environmental conditions.
本発明の特定の実施態様について詳しく説明してきたが、当業者は、本開示書全体の教示するところに照らして、これら詳述した実施態様に対する種々の変更および代替への展開が可能である。したがって、ここに開示した特定の配置構成は説明目的だけのものであり、本発明の範囲を何ら制約せず、本発明の範囲は添付の特許請求の範囲に記載の全範囲およびその全ての均等物を包含する。
Although particular embodiments of the present invention have been described in detail, those skilled in the art will be able to make various modifications and alterations to these detailed embodiments in light of the teachings throughout this disclosure. Accordingly, the particular arrangements disclosed herein are for illustration purposes only and do not limit the scope of the invention in any way, and the scope of the present invention is the full scope of the appended claims and all equivalents thereof. Including things.
Claims (15)
中性子束を検出する構成の中性子検出器（２１０、６１０）と、
当該中性子検出器（２１０、６１０）に並列に電気接続されたコンデンサ（２１２、６１２）と、
入力端（２１６）および出力端（２１８）を有し、当該入力端（２１６）が当該コンデンサ（２１２、６１２）に電気接続されているガス放電管（２１４、６１４）と、
当該出力端（２１８）に電気接続され、当該中性子束に相当する信号を発信するように構成されたアンテナ（２２０、３２０、４２０、５２０、６２０）と
を具備する送信器装置。 A transmitter device (200, 300, 400, 500, 600),
A neutron detector (210, 610) configured to detect neutron flux,
Capacitors (212, 612) electrically connected in parallel to the neutron detector (210, 610),
A gas discharge tube (214, 614) having an input end (216) and an output end (218), the input end (216) being electrically connected to the capacitor (212, 612);
A transmitter device comprising an antenna (220, 320, 420, 520, 620) electrically connected to the output end (218) and configured to emit a signal corresponding to the neutron flux.
計装シンブル（８６）を具備する燃料集合体（８０）と、
送信器装置（２００、３００、４００、５００、６００）とを具備し、
前記送信器装置は、
前記計装シンブル（８６）内に配置され、中性子束を検出するように構成された中性子検出器（２１０、６１０）と、
当該中性子検出器（２１０、６１０）に並列に電気接続されたコンデンサ（２１２、６１２）と、
入力端（２１６）および出力端（２１８）を有し、当該入力端（２１６）が当該コンデンサ（２１２、６１２）に電気接続されているガス放電管（２１４、６１４）と、
当該出力端（２１８）に電気接続され、当該中性子束に相当する信号を発信するように構成されたアンテナ（２２０、３２０、４２０、５２０、６２０）とを有することを特徴とする
原子炉システム。 A nuclear reactor system,
A fuel assembly (80) comprising an instrumentation thimble (86),
A transmitter device (200, 300, 400, 500, 600),
The transmitter device is
A neutron detector (210, 610) disposed within the instrumentation thimble (86) and configured to detect neutron flux;
Capacitors (212, 612) electrically connected in parallel to the neutron detector (210, 610),
A gas discharge tube (214, 614) having an input end (216) and an output end (218), the input end (216) being electrically connected to the capacitor (212, 612);
A nuclear reactor system comprising an antenna (220, 320, 420, 520, 620) electrically connected to the output end (218) and configured to emit a signal corresponding to the neutron flux.
当該中性子検出器（２１０、６１０）によって中性子束を検出するステップと、
当該ガス放電管（２１４、６１４）の絶縁破壊電圧に到達するまで当該コンデンサ（２１２、６１２）にエネルギーを蓄積するステップと、
当該中性子束に相当する信号を当該アンテナ（２２０、３２０、４２０、５２０、６２０）によって発信するステップとを有することを特徴とする方法。 A method for measuring a number of environmental conditions by a transmitter device (200, 300, 400, 500, 600), wherein the transmitter device (200, 300, 400, 500, 600) is a neutron detector (210, 610), a capacitor (212, 612) electrically connected in parallel to the neutron detector (210, 610), a gas discharge tube (214, 614) having an input end (216) and an output end (218), and The method comprises an antenna (220, 320, 420, 520, 620) electrically connected to the output end (218), the input end (216) being electrically connected to the capacitor (212, 612), ,
Detecting a neutron flux by the neutron detector (210, 610),
Storing energy in the capacitors (212, 612) until the breakdown voltage of the gas discharge tubes (214, 614) is reached,
Emitting a signal corresponding to the neutron flux by the antenna (220, 320, 420, 520, 620).
前記方法は当該発振回路（２２２、３２２、４２２、５２２、６２２）によって前記アンテナ（２２０、３２０、４２０、５２０、６２０）にパルス給電するステップをさらに含むことを特徴とする、請求項１３の方法。 The transmitter device (200, 300, 400, 500, 600) has an oscillator circuit (222, 322, 422) electrically connected to the output terminal (218) and the antenna (220, 320, 420, 520, 620). 522, 622),
14. The method of claim 13, wherein the method further comprises the step of pulse powering the antenna (220, 320, 420, 520, 620) by the oscillator circuit (222, 322, 422, 522, 622). ..
前記方法は当該アンテナ（３２０、４２０、５２０）から発信された信号を当該抵抗温度検出器（３２８、４２８、５２８）によって変化させるステップをさらに含むことを特徴とする、請求項１４の方法。
The oscillation circuit (322, 422, 522) includes a second capacitor (324, 424, 524), an inductor (326, 426, 526) electrically connected to the second capacitor (324, 424, 524), and A resistance temperature detector (328, 428, 528) electrically connected in series to the inductor (326, 426, 526), the second capacitor (324, 424, 524) and the inductor (326, 426, 526) are electrically connected to the antennas (320, 420, 520), respectively,
15. The method of claim 14, wherein the method further comprises the step of varying the signal emitted from the antenna (320, 420, 520) by the resistance temperature detector (328, 428, 528).
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